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용융염원자로 03-04-11-02
개요

    용융염원자로(이하 용융염로라 함)는 용융염에 핵연료물질을 용해시켜, 액체핵연료로서 펌프에 의하여 핵연료염 자체가 노심과 일차계통열교환기 사이를 순환하여 노심에서 발생한 열을 발전 등에 이용하는 액체핵연료 원자로이다. 핵연료용매가 되는 용융염은 불화물용융염 LiF-BeF2가 가장 적합하다고 하여 이것에 어미물질인 ThF4와 핵분열성물질 U-233F4를 용해시킨다. 이 핵연료염의 융점은 약 490 ℃이다. 노심은 핵연료염, 흑연감속재, 흑연제어봉으로 구성되고 흑연은 노심부 체적률의 약 80 %를 차지한다. 이차계통 용윰염으로서 NaF-NaBF4를 사용하나 이것은 냉각재로서의 역할과 함께 핵연료염 속의 Li(Li-7로 99.99 % 농축)으로부터 핵반응으로 생성되는 트리튬(T)을 99.9 % 포집하여 제거하는 일을 한다. 일차계통 핵연료염의 노심출입구온도는 약 710∼560 ℃(일본에서 검토되고 있는 FUJI의 설계 예)이며, 열효율로서 약 44 %를 기대할 수 있다. 용융염로의 최대 특징은 플루토늄초우라늄원소를 실질적으로 생성하지 않는 토륨자원의 효율적이용, 안전성, 경제성 그리고 핵확산저항성에 있다.

본문

1 . 용융염로의 역사적배경
  세계 최초의 용융염로(MSR : Molten-Salt Reactor)는 미국 Oak Ridge국립연구소(ORNL)에서 1950년부터 1956년에 걸쳐 그 개발계획이 실시된 항공기추진용 실험로(ARE : Aircraft Reactor Experiment)였다. 이 원자로는 용융염핵연료를 순환하는 소형로(열출력 2.5 MW)로 1954년에는 며칠간 운전되고 최고온도는 882 ℃이었다. 이의 기술적 기반을 토대로 ORNL은 상용발전로를 목표로 1965년부터 1969년 말에 걸쳐 용융염실험로계획(MSRE : Molten-Salt Reactor Experiment)을 실시하여 성공적으로 종료하였다. 그 다음 목표를 용융염증식로의 개발로 옮겨갔으나 이 계획은 1976년 미국정부의 증식로개발의 일시 동결, 재정긴축정책 등에 의하여 중지할 수밖에 없게 되었다. 일본에서는 일본원자력학회의 용융염로와 관련된 연구전문위원회에서 계속적인 기술검토가 행하여져(1974년∼1986년), 이 원자로가 갖는 기본적 특성에 높은 평가가 주어졌다. 또한 대학에서도 일본 문부성의 과학연구비 에너지특별연구로서 토륨핵연료에 관한 종합적인 연구가 시작되어 용융염로를 위시한 기초연구가 실시되었다(1980년∼1986년).
  그간에 일본에서의 토륨용융염 핵에너지 협동(協?)시스템(THORIMS-NES : Thorium Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics)라는 새로운 개념이 제안되었다(제5장 참조). 이는 토륨으로부터 우라늄-233을 생산하는 가속기 용융염증식로, 발전용의 단순한 용융염전환로 및 배치(batch)식 화학적처리시설로 구성되는 시스템으로 배증시간이 매우 짧은 실질적인 증식체계를 구축할 수 있다는 것이었다(참고문헌 1, 참고문헌 2).
2 . 용융염로의 특징
2. 1 핵연료와 재료
  (a) 고체핵연료와 같은 조사손상과 그에 수반하는 변형을 고려할 필요가 없고 이로서 핵연료교환은 필요가 없다. 핵연료 어미물질의 연소에 따르는 소비량을 보충하는 것만이다.
  (b) 핵연료의 성형가공이 필요 없다.
  (c) 핵연료용융염은 핵분열성물질로서는 우라늄-233, 우라늄-235, 플루토늄-239 어느 것이나 되고 유연성이 있다. 따라서 잉여 플루토늄의 소멸에도 이용할 수 있다.
  (d) 핵연료용융염에 직접 접촉하는 원자로용기, 배관, 열교환기, 펌프 등은 모두 핵연료염과의 공존성이 우수한 니켈기조 합금인 개량형 Hastelloy N제로, 원자로수명기간중 충분한 구조강도를 유지할 수 있을 전망이다.
  (e) 원자로용기내의 흑연은 미소공의 등방성흑연을 사용하여 피복 없이 사용할 수 있다. ORNL설계의 MSBR에서는 노심중앙부의 흑연은 4년마다 교체하여야 하나 일본에서 설계 검토되고 있는 소형용융염로 FUJI에서는 원자로수명까지 교체할 필요가 없다.
2. 2 노심부와 일차계통의 구조
  (a) 원자로용기 체적의 약 80 %는 감속재 겸 반사체인 흑연이 차지하고, 노심은 흑연, 핵연료염과 극히 소수의 제어봉 이외에는 아무 것도 없다. 핵연료교환의 필요도 없고, 노심구조도 매우 간단하다. 또한 핵연료장전량도 작다.
  (b) 원자로용기와 핵연료용융염 순환펌프, 일차계통 열교환기 등의 일차계통기기는 일차계통 기밀구조 고온용기내에 설치된다. 기기의 보수는 원격조작으로 실시하도록 설계된다.
2. 3 용융염로의 동특성, 제어 등
  (a) 핵연료염에 대한 반응도의 온도계수는 충분히 큰 음의 값을 가지기 때문에
  (δk/k/δT=-2∼-3.5×10-5) 흑연의 온도계수는 양이나 노심 전체로서는 음의 온도계수가 된다. 또한 흑연에 대한 핵연료염의 열응답이 빠르기 때문에 출력제어가 용이하다.
  (b) 핵연료염은 노심을 나와 일차계통을 순환하기 때문에 지발중성자의 약 반이 노심 외에서 발생하여 노심에서의 지발중성자비율은 실효적으로 약 1/2로 감소한다(MSRE의 베타(β)값은 약 0.3 %정도). 베타값의 감소는 일반적으로 빠른 반응도가 삽입될 때에 문제가 된다. 그러나 반응도가 급속하게 삽입되는 일은 용융염로에서는 생각할 수 없기 때문에 안전상 문제가 없다고 생각된다(참고문헌 3, 참고문헌 7).
2. 4 안전성
  (a) 고체핵연료원자로에서의 핵연료파손에 해당하는 문제는 없다. 또한 핵연료염은 조사손상을 받지 않는다.
  (b) 중대사고의 가능성은 본질적으로 없다고 생각된다. 핵연료염 누출로 원자로는 미임계가 된다.
  (c) 원자로는 핵연료염이 노심의 흑연 속에 있는 상태에서 임계가 된다. 따라서 일차계통의 핵연료염 전량이 drain tank에 배출되어도 drain tank내에서 재임계사고는 일어나지 않는다.
  (d) 핵연료염, 이차계통염도 화학적으로 안정되고, 공기·물하고는 화학반응하지 않으며 융점이하에서는 안정한 유리상(狀)으로 고화한다. 화재의 위험도 없다. 증기압이 낮아(1,000 ℃에서 약 2 kPa), 일차계통의 비정상적인 압력상승은 일어나지 않는다.
  (e) 핵연료염이 일차계통을 순환하는 동안 핵분열생성물인 Xe, Kr 등 희귀가스는 용이하게 분리 제거할 수 있기 때문에 노내의 중성자손실을 크게 줄일 수 있다. 또한 노내의 방사능이 시설 밖으로 유출할 위험성은 적다.
  (f) 핵연료염 속의 성분인 리튬(Li)과 중성자와의 핵반응으로 트리튬(T)이 생성되나, 이차계통 냉각염(NaF-NaBF4)에 99.9 % 포획된다. 퍼지가스에 의하여 이차계통염과 분리가 가능하여 시설 밖으로의 방출은 충분히 기준치 이하로 억제할 수 있다.
2. 5 경제성
  소형용융염로(FUJI)에 관하여 (A) 자본비, (B)발전비용 다 같이 같은 용량의 다른 노형과 비교한 경우, 주로 아래와 같은 이유로 우수하다.
  (A-1) 원자로구조의 단순성과 안전성 : 원자로용기 전체는 공장에서 조립하여 용접 밀봉, 대형 플렌지가 필요 없는 일체형구조. 잉여반응도가 작기 때문에 제어설비가 보다 단순.
  (A-2) 고체핵연료원자로와 비교하여 정상적으로 필요한 핵연료봉제조, 검사, 예비품보관, 수송 등의 설비와 핵연료교환설비가 필요 없다.
  (B-1) 고체핵연료 원자로가 정상적으로 매년 필요로 하는 핵연료교환/ 샤플링/재처리가 필요가 없거나 또는 단순(배치식 화학처리)하다. 조사시험의 추가, 건전성의 실증 등을 필요로 하지 않고 핵연료염의 핵분열물질, 어미물질의 조성을 목적에 따라 (최적화)변화시킬 수가 있어 핵연료 관리의 유연성이 높다.
  (B-2) 자기제어성, 부하추종능력이 우수하고 재기동이 쉬우며 그 밖의 특징으로부터 원자로의 높은 가동률을 기대할 수 있다.
2. 6 핵확산저항성, 핵 테러 대책
노심에서 어미물질인 토륨으로부터 우라늄-233을 제조하는 과정에서 우라늄-232도 필연적으로 생성된다. 우라늄-232의 딸핵종에 고에너지 감마선(2.6 MeV : 납 20 ㎝, 콘크리트 1 m도 관통)을 방출하는 탈륨(Tl)-208 등이 있기 때문에 우라늄-233으로 핵폭발장치를 제조(운반, 관리도 포함)할 경우, 무거운 차폐체나 원격장치가 불가결하여 감시, 검출도 용이하다. FUJI U-233과 같이 전환비가 높은 용융염로는 핵연료염의 취급, 수송, 화학처리 등이 고체핵연료로에 비하여 양적, 질적으로 매우 한정적이기 때문에 핵확산저항성, 핵 테러 대책에는 압도적으로 우수하다.
3 . 토륨자원
  토륨자원으로서 확인매장량 약 200만 톤, 또한 추정추가매장량도 약 400만 톤은 있다고 추정되고 있다. 토륨의 주요 자원보유국은 인도, 터키, 브라질, 이집트, 미국, 러시아 등이고, 일본과 같이 없는 나라는 오히려 적다. 200만 톤의 토륨자원은 21세기의 세계에서 필요로 하는 전력생산(약 1,000 TWe·y ; TWe=10×6 MWe)을 충분히 공급할 수가 있다. 21세기 이후는 태양에너지이용의 시대로 핵분열에너지자원으로서는 충분히 보편적으로 존재하여 특정국에 의한 독점은 불가능하다.
4 . 용융염로의 설계 예
4. 1 용융염실험로(MSRE : Molten-Salt Reactor Experiment) (참고문헌 3)
  당초 용융염로의 설계사상은 2유체 2영역의 원자로(노심부에 핵연료염을 흘리고 그 외곽부 블랭킷염을 각각 독립적으로 흘리는 방식)가 높은 증식성능을 얻기 위하여 필요하다고 생각되어 미국 ORNL에서 노심부의 실험용으로 계획되었다.
  그 개략적인 사양이 표-1이고 그림-1은 개략도이다. 1965년의 초임계로부터 1969년의 운전정지 해체까지의 4년간의 운전은 임계운전 17,665시간, 전출력운전 13,172시간의 실적을 남기고 여러 가지 기술적 성과를 거두었다. 이 사이 우라늄-233과 플루토늄 첨가 우라늄-233에 의한 운전이 행하여져, 용융염로가 이들 핵연료의 어느 것이나 운전이 가능하다는 유연성을 실증하였다.
4. 2 용융염증식로(MSBR : Molten-Salt Breeder Reactor) (참고문헌 3, 참고문헌 4)
  미국 ORNL의 MSRE의 성공을 기초로, 열출력 2,250 MWt, 전기출력 1,000 MWe의 1유체, 2영역 용융염증식로 MSBR의 개념설계를 1971년에 완성하였다. 표-2그림-2는 각각 1,000 MWe MSBR의 개략적인 사양과 개념도이다. 토륨을 어미물질로 하고 핵분열성물질 우라늄-233을 노내에서 연소하는 것 이상으로 생산하는 상용발전로이다.
  액체핵연료로의 특징을 살려, 연속재처리시설을 원자로 일차계통과 직접 연결하고 있다. 증식비는 1.06, 실효배증시간 21년으로 되어 있다. 그러나 노심흑연의 교체가 4년마다 필요한 것, 연속재처리시설의 공정에는 많은 개발요소가 있다는 것, 또한 미국정부의 증식로동결정책과도 겹쳐서, 1976년에 MSBR계획은 중단되었다. 그 뒤 ORNL은 미국의 핵비확산정책에 적합한 변성핵연료용융염전환로(DMSR : Denatured Molten-Salt Reactor)를 제안하였으나 개발 예산을 인정받지 못하여 오늘에 이르고 있다.
4. 3 소형용융염실험로 miniFUJI (참고문헌 2)
  MSRE 이후 용융염로 기술개발에 약 30년의 중단이 있는 현실을 감안하여 우선 먼저 제일단계로 MSRE의 기술검증과 그 후의 과제를 철저하게 조사하여 다음에 그 기술기반을 구축하기 위하여 발전설비를 갖춘 소형실험로를 건설하여야 한다고 하여 16.7 MWt(7 MWe) 의 소형용융염실험로 miniFUJI를 Furukawa(古川) 등이 제안하였다. 표-3이 설계사양의 개요이다.
4. 4 발전용 소형용융염전환로 FUJI U-233 및 FUJI-Pu(참고문헌 5, 참고문헌 6)
  우라늄-233을 핵연료로 하며 연속재처리는 하지 않고, 원자로의 수명기간 중에는 노내의 흑연은 교체하지 않으며 우라늄-233의 장전량을 그렇게 증가시키지 않으면서 어미물질인 토륨으로부터 우라늄-233으로의 전환비를 거의 1로 한 자급자족형의 소형발전로 FUJI U-233을 Mitachi 등이 제안하였다. 이 설계파라미터의 예를 표-4에, 일차계통과 조감도를 각각 그림-3그림-4에 제시하였다. FUJI U-233은 실질적으로 초우라늄원소(TRU)를 생산하지 않는다.
  우라늄-233을 생산하기 위한 가속기용융염증식로(AMSB)는 그 개발에는 약 20년이 소요된다고 추정되기 때문에 그 사이에는 현재 세계적인 긴급정책과제인 핵무기 및 사용후핵연료로부터의 플루토늄을 핵연료로하는 소형용융염전환로를 선행시키는 것이 현실적이라고 생각된다. 그것이 FUJI-Pu이고, 표-5가 설계파라미터의 예이다. FUJI-Pu의 2,000 일 운전에 대한 해석으로부터 아래와 같은 결과를 얻었다.
  (1) 1 GWe·y환산으로 정미 925 kg/y의 플루토늄을 전환하여 소멸할 수 있다. 이것은 MOX-LWR과 비교하여 약 280 kg 크다.
  (2) 우라늄-233의 장전량은 약 194 kg이 된다. FUJI U-233(150 MWe)의 기동용 초기장전량은 우라늄-233이 약 540 kg이며 3기의 FUJI-Pu로부터 1기의 FUJI U-233을 기동시킬 수도 있다.
5 . 토륨용융염 핵에너지 협동시스템(THORIMS-NES) 구상 (참고문헌 1, 참고문헌 2)
  21세기 세계인구의 격증과 그에 따르는 에너지필요량 및 환경문제를 고려하면 원자력발전 약 100 억 kWe 이상의 설비용량이 필요하다고 예측되어 2050∼60년경까지의 설비용량 배증시간은 약 10년 정도로 대단히 짧은 기간에 도입되어야 할 필요가 있다. 고속증식로(FBR)와 용융염증식로(MSBR)로 이들 요구를 맞추는 것은 곤란하다. 그리하여 안전성, 경제성, 핵확산저항성의 관점에서 전세계적으로 전개가 가능한 핵에너지시스템으로서 일본으로부터 아래와 같은 용융염 핵에너지 협동시스템(THORIMS-NES) 구상이 제안되었다. 이 시스템은 핵연료의 증식시설과 발전로는 분리 협동(協?)시켜야 할 것이며, 또한 발전설비는 공공시설로서 단순하고, 규모와 출력에서 유연성을 지니며, 핵연료의 자급자족을 목표로 하여야 한다는 기본이념에 의거한 것이다. 이는 핵연료생산용의 가속기용융염증식로(AMSB)와 발전용의 용융염전환로(FUJI)와 배치식 화학처리시설로 구성된다. 단순하고 합리적인 이 구상을 세계적으로 전개할 것을 전제로 요약하면 그림-5와 같이 된다. AMSB는 양성자가속기에 의한 핵파쇄반응을 이용한다. 약 1 GeV(10억 eV)까지 가속된 양성자를 표적(LiF-BeF2-ThF4 계열의 용융염) 속의 무거운 원자핵(Th)과 반응시켜 발생하는 다량의 중성자를 이용하여 토륨-232로부터 우라늄-233을 생산한다(표-6, 그림-6 참조). AMSB와 배치식 화학처리시설은 상대적으로 강한 안전보장조치가 요구되기 때문에, 세계에 약 20∼30개소에 설치한 「지역센터」에 집중 설치되는 것이 바람직하다. 수명에 달한 FUJI의 핵연료염은 이 지역센터에 보내져, 우라늄을 UF6로 분리한 뒤 UF4로 환원하여, 타깃염을 첨가하여 발전소로 되돌여 보내진다. 불화처리로 남은 염은 다시 핵분열생성물을 분리 정제한 뒤, AMSB의 타깃-블랭킷 염 탱크로 옮겨 희석재(U-233F4 농도일정화)로 재순환시킨다. 핵분열생성물 가운데 화학적으로 지장이 없는 것은 가능한 한 분리하지 않고 핵연료사이클 안에서 차례로 소멸처리시킨다.
6 . 결론
  용융염로는 안전성, 경제성, 풍부한 토륨자원 이용과 핵확산저항성에 대하여 우수한 특성을 가지고 있다. 또한 초우라늄원소의 생성량은 종래의 U-Pu사이클과 비교하여 매우 적다. 기술적으로는 MSBR의 운전과 그에 이어진 연구성과로부터 파일럿 플랜트를 실증하는 준비가 되어 있는 상태이다. 용융염전환로, 가속기증식로, 배치식 화학처리시설을 조합한 용융염 핵에너지 협동시스템은 배증시간이 짧은 실질적인 증식로 체계로서 21세기의 세계인구의 격증과 에너지수요, 지구환경보전에 적응 가능하다.

그림 / 표
그림표 목록
표-1 MSRE(ORNL)의 주요 특성치
표-2 용융염증식로 MSBR 의 설계사양
표-3 "miniFUJI"원자로 설계사양(1994)
표-4 " FUJI U-233"원자로 설계사양(1999)
표-5 " FUJI-Pu" 원자로 설계사양
표-6 표준형과 고이득형 AMSB의 성능
그림-1 MSRE(ORNL)의 개략도
그림-2 1,000 MWe 1유체·2영역 용융염증식로(ORNL)
그림-3 소형용융염발전로(FUJI)의 일차계통
그림-4 15만 kWe 소형용융염발전로(FUJI) 조감도
그림-5 토륨용융염 핵에너지 협동시스템(THORMIS-NES)
그림-6 가속기용융염로의 타깃/블랭킷계통 개요도
참고문헌
참고문헌
(1) Furukawa, K., Minami, K., Nakamura, N., Mitachi, K. & Kato, Y. : "Design Study of Small Molten Salt Fission Power Station Coupled with Accelerator Molten Salt Breeder", 4th ICENES, Madrid, 1986 ; Furukawa, K., Mitachi, K. & Kato, Y. : Nucl. Engi. Design, Vol. 139, p. 157-165, 1992
(2) Furukawa, K., Lecocq, A., Kato, Y. & Mitachi, M. : "Summary Report, Thorium Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics", J. Nucl. Sci. & Tech., Vol. 27, No. 12, p. 1157-1178, 1990
(3) (일본)溶融鹽增殖爐硏究專門委員會 報告書, 「溶融鹽增殖爐」, 日本原子力學會, 1981
(4) Rothental, M. W., Haubenreich, P. N., Briggs, R. B., ed., "Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors", ORNL-4812, 1972 ; Engel, J. R., Grimes, W. R., Bauman, H. F., McCoy, E. H., Dearing, J. F. & Rhoades, W. A., : "Conceptual Design Characteristics of a Denatured Molten-Salt Reactor with Once-Through Fueling", ORNL/TM-7207, 1980
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(6) Mitachi, K., Furukawa, K., Suzuki, T. & Namekata, A., : "Plutonium Burning Molten-Salt Power Station (FUJI-Pu3) for Prevailing Thorium Nuclear Industry", Proceedings 8th ICENEs, IPPE Obninsk, p. 180-190, 1996
(7) Shimazu, Y. : "Nuclear Safety Analysis of a Molten Salt Breeder Reactor", J of Nucl. Sci. & Tech., Vol. 15, No. 7, p. 514-522, 1978
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